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Sn素線の臨界電流特性評価手法の開発梶谷 秀樹; 石山 敦士*; 我妻 洸*; 村上 陽之; 辺見 努; 小泉 徳潔
低温工学, 50(12), p.608 - 615, 2015/12
ITER TFコイルに用いられるケーブルインコンジット(CIC)導体には、NbSn超伝導線が用いられている。CIC導体内部のNbSn超伝導線は、電磁力によって、波状の曲げ変形を受けることで、その超伝導性能が劣化する。導体性能を正確に評価するためには、この劣化量を正確に把握しておく必要がある。波状の曲げ変形を受けた時の素線の超伝導性能評価手法は、既に開発されているが、このような既存の手法は、膨大な計算時間を必要とするものであるため、導体内数百本分のNbSn超伝導線に同時に適用することは、計算時間やメモリ容量の観点から、不可能である。そのため、このようなNbSn超伝導線の波状曲げ変形に対して、計算時間を大幅に短縮することのできる新たな評価手法を確立する必要があった。そこで、われわれは、超伝導線内のフィラメント間で電流が転流しないことを仮定した高抵抗モデル(HTRM)と呼ばれる評価手法の概念を波状曲げ変形に導入することによって、定量的かつ高速に波状曲げ変形特性を評価することのできる手法を開発した。開発した手法を用いて計算したNbSn超伝導線の波状曲げ変形特性は、試験結果のそれと比較的よく一致し、本手法の妥当性を確認することができた。この結果は、NbSn超伝導線の波状曲げ変形特性を高速に評価できるようになったことによって、導体内数百本のNbSn超伝導線に対しても適用できることを示す。以上より、導体性能の定量的な評価が可能となった。
齊藤 徹; 大久保 暁一*; 泉 敬介*; 大川 慶直*; 小林 宣博*; 山崎 亨; 河野 勝己; 礒野 高明
低温工学, 50(8), p.400 - 408, 2015/08
アラミド繊維強化プラスチック(AFRP)は軽量、かつ高強度の長所を有する構造材料として開発されてきた。本研究においては、室温、液体窒素温度(77K)と液体ヘリウム温度(4.2K)中における、鉄筋代替コンクリート補強材として用いられる市販品のAFRPロッドの引張強度を評価するために、張力試験を行った。これまでは極低温環境下での試験において、試験片がつかみ部ジグをすり抜ける現象か生じるため、引張試験を実施することは困難であった。そのため、AFRPロッドの滑りを防ぐために、ジグに樹脂を充填して行った。また、グリップジグを改良し、ロッドの表面処理を行い、AFRPロッドのグリップ力を高めるために極低温用エポキシ樹脂を使うことによって、適切な引張試験条件を確立させた。各温度環境下での引張強さは1100MPa以上を示し、さらに、試験温度の減少に伴いヤング率が増加する温度依存を示した。ヤング率の増加の要因はアラミド繊維がエポキシ樹脂より支配的であることを確認した。
中嶋 秀夫; 島本 進*; 井口 将秀; 濱田 一弥; 奥野 清; 高橋 良和
低温工学, 48(10), p.508 - 516, 2013/10
原子力機構はITERプロジェクトにおいてトロイダル磁場(TF)コイルの構造物と中心ソレノイド(CS)のジャケットを調達している。構造物はほとんどが316LNステンレス鋼であるが、高い強度が必要な部分は原子力機構と日本製鋼が共同開発したJJ1鋼を使う。ジャケットは神戸製鋼と共同開発したJK2LB鋼が使われる。これら2つの鋼はその量産性と溶接性と使用する温度(4K)における機械的特性を確認し、既に市販品となっている。原子力機構は、日本機械学会(JSME)で発行された核融合設備規格「超伝導マグネット構造規格(2008年版)」の策定に貢献し、これに規定された材料仕様を構造物に採用した。また、JSME規格の発行をもって、30年に渡る構造材料の開発から製品化までの一連の活動が完結したと言える。これらのITERにおける超伝導コイルの構造物に関する構成と設計、実規模量の鋼の製作、及び品質管理と品質確認試験について紹介することにより、核融合装置における超伝導コイルの構造物の重要性について述べる。
島本 進*; 中嶋 秀夫; 高橋 良和
低温工学, 48(2), p.60 - 67, 2013/03
原子力機構は、30年前からトカマク型核融合炉用極低温構造材料の開発を行ってきた。当時は4Kで使える材料やデータが無かったので、原子力機構は超伝導コイル用構造材料の要求値を設定し、4Kにおいて実施できる引張試験や疲労試験装置を設置した。そして、極低温構造材料を鉄鋼メーカーと共同開発し、開発した材料を数多く4Kにおいて試験した。さらに、JIS規格のような4Kにおける機械試験の規格の確立に貢献した。また、日本機械学会において、核融合炉用超伝導コイルの構造材のための設計基準の確立にも貢献し、ITERでのトロイダル磁場コイルの製作に活用している。原子力機構における材料開発の30年間の歴史について解説する。
Sn超伝導素線の量産と品質管理名原 啓博; 布谷 嘉彦; 礒野 高明; 濱田 一弥; 宇野 康弘; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 都竹 星志*; 田川 浩平*; 宮下 克己*; et al.
低温工学, 47(3), p.140 - 146, 2012/03
日本はITER TFコイル用超伝導導体の25%を調達する。この導体に使用するNbSn超伝導素線の全長は約23,000kmにも及び、これまでにない規模の大量生産であるため、品質管理が非常に重要となる。統計的プロセス管理により製作の均一性を逐次チェックすることで量産における素線性能のバラつきを抑え、また原子力機構で素線性能のダブルチェックを実施するなど、厳格な品質管理を行っている。超伝導素線は2008年から2社で製作しており、両社とも素線性能の安定した製作が実現され、また量産を経て製作の歩留まり改善にも成功している。2011年10月の時点で既に日本分担分の約72%を製作しており、今後も引き続き、品質を確保しながら調達を進めて行く。
小泉 徳潔; 松井 邦浩; 清水 辰也; 中嶋 秀夫; 飯島 亜美*; 牧野 吉延*
低温工学, 47(3), p.186 - 192, 2012/03
ITER-TFコイルのダブル・パンケーキ(DP)は、高さ14m,幅9m,厚さ0.1mの薄肉大型構造物である。DPでは、ラジアル・プレート(RP)の溝内に導体を挿入し、その上にカバー・プレート(CP)を被せて、RPとCPをレーザー溶接することで、導体をRP溝内で固定する構造を採用している。このCP溶接の長さは約1.5kmにも及ぶが、これによる溶接変形は平面度で1mm、輪郭度で約5mmの高い精度が要求されている。さらに、CPとRP間のギャップは、CP及びRPの製作精度から0.5mm以下となり、通常のレーザー溶接では溶接品質の確保が困難である。そこで、0.5mmの幅広のギャップに対してレーザー溶接を可能とする技術を開発し、さらに、実機短尺RPサンプルを用いて、面外変形を1mm以下に抑える溶接手順を確立した。加えて、実機短尺RPサンプルの試験結果から固有歪を導き、これを用いて解析的に、実機DPの面内変形が約5mmと評価できることを示した。RPの側面にビード・オン溶接することで、この面内変形を矯正する方法も考案し、TFコイルのCP溶接技術に目途を立てた。
小泉 徳潔; 布谷 嘉彦; 中嶋 秀夫
低温工学, 47(3), p.135 - 139, 2012/03
日本で実施しているITER TFコイル用超伝導導体の製作の進捗、及びTFコイルの実規模試作の結果について、「低温工学」の特集号として報告する。本解説では、ITER計画におけるTF導体及びコイルの調達に関して説明し、また、これらの製作方法,構成について簡単に説明し、特集号を構成する各論文の意義付けを明確化する。
井口 将秀; 千田 豊; 中嶋 秀夫; 小川 剛史*; 片山 義紀*; 小方 大成*; 峯村 敏幸*; 宮部 圭介*; 渡海 大輔*; 新見 健一郎*
低温工学, 47(3), p.193 - 199, 2012/03
ITERトロイダル磁場コイル構造物(TF構造物)は、高さ約17m,幅約9mのD型形状の大型溶接鋼構造物である。原子力機構はITER建設においてTF構造物すべての製作を担当しており、実機TF構造物製作に向けた製作技術の実証と合理化を目的として、実規模試作を行ってきた。原子力機構は日本機械学会が2008年に制定した核融合炉設備規格超伝導マグネット構造規格(以下、JSME規格)のTF構造物製作への適用を提案しており、JSME規格に基づいて製造したステンレス鍛鋼品の品質確認試験を実施し、JSME規格の実機用材料製造への適用性を確認した。また、TF構造物製作に必要な溶接施工法の検証を実施し、その溶接品質を確認するとともに、実規模試作を実施することで、これまで不明瞭であった溶接変形挙動を明らかにし、実機TF構造物の製作に目途を付けることができた。
松井 邦浩; 小泉 徳潔; 辺見 努; 中嶋 秀夫; 木村 諭*; 嶋田 守*
低温工学, 47(3), p.160 - 165, 2012/03
ITERのTFコイルには、NbSn素線を用いたケーブル・イン・コンジット(CIC)導体が使用される。巻線されたTF導体は、ITER運転中にTFコイルに加わる巨大な電磁力を支持する構造体であるラジアル・プレート(RP)の溝に挿入される。このTF導体とRP溝の隙間は0.5
3mmであるため、巻線の周長とRP溝の公差は
0.023%となる。RPの溝加工にも公差が必要であることから、巻線においては0.01%の精度で導体長さを管理する必要がある。著者らは、上記課題を解決することを目的に、高精度で導体長さを管理する巻線装置の開発、TFコイルの1/3規模の大きさの巻線の試作を実施した。この結果、0.01%の精度で導体長さを管理できる巻線装置を開発し、1/3規模巻線をほぼ設計どおりの形状に製作した。加えて、曲げにより導体の長さが変化することを明らかとし、実機TFコイルの製作に向けた知見を得ることができた。
濱田 一弥; 高橋 良和; 名原 啓博; 河野 勝己; 海老澤 昇; 押切 雅幸; 堤 史明; 斎藤 徹*; 中嶋 秀夫; 松田 英光*; et al.
低温工学, 47(3), p.153 - 159, 2012/03
日本原子力研究開発機構は、ITER計画における日本の国内機関として、トロイダル磁場コイル用超伝導導体33本の製作を担当している。導体は、直径0.8mmのNbSn超伝導素線900本,銅線522本を撚合せて、直径43.7mm,肉厚2mmのステンレス保護管(ジャケット)に収めた構造であり、長さは430m及び760mである。導体の製作は2008年から開始され、2009年12月に導体製作装置を完成させた。超伝導導体の製作開始に先立ち、760mの銅製のダミー撚線を用いて模擬導体を製作し、製作方法が適切であることを実証し、実機導体の製作に着手した。導体製作のための技術として、原子力機構のこれまでの機械特性データを元に、TF導体用ジャケット材料用の改良型SUS316LN鋼やITERが要求する微小欠陥の検出技術も開発した。ジャケットの溶接部の品質管理については部分ヘリウムリーク試験技術及び溶接部内面形状寸法測定技術を開発した。これらを含めて日本が一連の導体製作技術を各極に先駆けて確立し、ジャケットに関しては他極が製作するTF導体においても採用された。
松井 邦浩; 辺見 努; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 木村 諭*; 中本 一成*
低温工学, 47(3), p.166 - 171, 2012/03
ITERのTFコイルには、NbSn素線を用いたケーブル・イン・コンジット(CIC)導体が使用される。巻線され熱処理されたTF導体は、ITER運転中にTFコイルに加わる巨大な電磁力を支持する構造体であるラジアル・プレート(RP)の溝に挿入される。一方、TF導体のようなCIC導体では、NbSn素線とジャケットの熱収縮率の違いから熱処理によりその長さが変化する。この導体長さの変化は、TF導体のRP溝への挿入を困難とするとともに、巻線の形状を変化される可能性があるため、これらを事前に把握する必要がある。著者らは、TF導体及びTF導体を用いた1/3規模巻線の熱処理試作を実施した。その結果、熱処理による直状のTF導体の伸び量は0.064%、曲線状のTF導体では0.074%と評価できた。また、熱処理によって1/3規模巻線の形状が変化したものの、これを設計形状へと矯正した場合でも導体の超電導性能にほとんど影響を及ぼさないことを明らかにした。
高野 克敏; 小泉 徳潔; 清水 辰也; 中嶋 秀夫; 江崎 康一*; 長本 義史*; 牧野 吉延*
低温工学, 47(3), p.178 - 185, 2012/03
TFコイルの巻線部で使用するラジアル・プレート(RP)は、長さ13m,幅9m,厚さ10cmの大型構造物であるにもかかわらず、平面度で1mm,輪郭度で2mm以下の高精度の製作公差が要求されている。また、RPの溝の中に導体を挿入し、導体を固定するために、RP溝にカバー・プレート(CP)という蓋をする。CPはRPとレーザー溶接するため、CPとRP間のギャップを0.5mm以下に管理する必要がある。このため、RPとCPは高い寸法精度で製作する必要がある。そこで原子力機構は、高精度、かつ、合理的な製作方法の確立を目指して、中規模及び実規模RP及びCPの試作試験を実施した。試作の結果、製作公差を満足する高精度な製作技術の開発に成功し、実機RPの製作に目途を立てることができた。
辺見 努; 松井 邦浩; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 飯島 亜美*; 酒井 正弘*
低温工学, 47(3), p.172 - 177, 2012/03
ITERトロイダル磁場(TF)コイルでは、20年間の運転により約10E22n/m
の高速中性子に曝されるため、耐放射線性能として、中性子線と
線を併せて10MGyを超える照射に耐えることが要求される。そこで、耐放射線性が優れ、粘性が低いシアネートエステル(CE)・エポキシ(EP)混合樹脂を用いて、ダブル・パンケーキ(DP)及び巻線部(WP)の含浸を実施する必要がある。開発した混合樹脂をTFコイルの製作に使用するためには、気泡等が残らない含浸プロセスの開発及び絶縁層の品質確認を実施する必要がある。そこで、著者らは、含浸条件を選定するためにアクリル・モデル試験、硬化後のボイドの残留状況等を確認するために金属モデル試験、絶縁プロセス全体を確認するために1/3規模試験を段階的に実施し、TFコイルの電気絶縁に関する製作方法の検証を行った。その結果、耐放射線性に優れた混合樹脂を用いて想定した約60時間内に実機TFコイルの含浸が実施できる見通しが得られた。加えて、絶縁施工から耐電圧試験までの一連の作業プロセスを1/3規模試験を通じて検証することができた。
長本 義史*; 大勢持 光一*; 嶋田 守*; 仙田 郁夫*; 小泉 徳潔; 千田 豊; 井口 将秀; 中嶋 秀夫
低温工学, 47(3), p.200 - 205, 2012/03
トロイダル磁場(TF)コイル開発のフェーズIIとして実施した、中・実規模試作の成果に基づき、実機TFコイルの製造方法を確立するとともに、その製作方法の合理化について検討した。ラジアル・プレート(RP)は10セグメントを高出力レーザにより溶接組立し、カバー・プレート(CP)は部位に応じて3種の製作方法を適用する方針とした。巻線部(WP)製作では、巻線時に導体長を0.01%オーダーの高精度で測定することが要求されており、これを満足する測長システムを含む実機巻線システムなどを考案した。コイル容器製作、及び一体化については、製作フロー、及び溶接部の開先形状の詳細を決定した。今後さらなる合理化を目指す。
Sn撚線の製作礒野 高明; 堤 史明; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 石橋 達司*; 佐藤 豪*; 千田 敬司*; 鈴木 力男*; et al.
低温工学, 47(3), p.147 - 152, 2012/03
ITERのトロイダル磁場(TF)コイル用導体は、超伝導撚線を外径約40mm,厚さ2mmのステンレス鋼管に挿入する構成であり、その運転条件は、電流68kA,磁場11.8Tである。日本は全量の25%のTFコイル用導体の製作を分担する。超伝導撚線は、超伝導線900本と銅線522本を5段階に分けて撚合せる。実機撚線製作開始前に、ITER TFコイル用撚線の製作実現性の確認のために試作を実施し、4次撚線の外径や5次撚線の圧縮方法を決定した。その後、ツイストピッチの変更があり、その試作において3次撚線時に問題が発生し、ダイスを変更する等の対策を行った。これらの試作後、実機撚線製作を開始し、約60%の製作を完了している。
Alケーブル・イン・コンジット導体の安定性試験小泉 徳潔; 松井 邦浩; 辺見 努; 中嶋 秀夫; 竹内 孝夫*; 伴野 信哉*; 菊池 章弘*
低温工学, 46(8), p.495 - 499, 2011/08
原子力機構と物質・材料研究機構は協力して、先進NbAl線の実証炉への応用を目指して、16T, 80kA級NbAl導体の開発を進めている。先進NbAl線は、一次熱処理で約1900
Cまで加熱されるため、伸線時に安定化銅を素線へ複合することができない。そこで、一次熱処理後に銅をメッキする方法を開発した。本手法が安定性の観点から有効であることを確認するために、縮小ケーブル・イン・コンジット(CIC)導体を試作し、その安定性を評価した。その結果、従来の手法で安定化された素線を用いたCIC導体と同程度の安定性を達成できることが確認され、本手法を用いた先進NbAl線の安定化が有効であることがわかった。これにより、先進NbAl導体の実証炉への適用性に目途を立てた。
中澤 忍*; 手島 翔太郎*; 荒井 大地*; 宮城 大輔*; 津田 理*; 濱島 高太郎*; 谷貝 剛*; 布谷 嘉彦; 小泉 徳潔; 高畑 一也*; et al.
低温工学, 46(8), p.474 - 480, 2011/08
大電流CIC導体サンプルを用いた特性試験において、導体の超伝導特性が設計時の予想より低下する結果が観測されている。この原因の一つとして、導体のジョイント部分の銅スリーブとケーブル間での不均一な接触抵抗による、定常状態での導体内の不均一電流分布が挙げられる。そこで、接触抵抗分布を評価するため、実際のCIC導体内部のケーブルを構成する素線の3次元配置を計測し、ジョイント部で銅スリーブとケーブル表面に現れる素線間の接触を定量的に評価した。素線と銅の間の接触長は素線によって大きく異なっており、抵抗分布が不均一となることがわかった。また、解析的に素線配置を求め、素線配置の計算方法の妥当性を示した。さらに、素線配置の計算のパラメータの一つである撚りピッチを調節することによる接触抵抗均一化の可能性を示すことができた。
神谷 宏治; 村上 陽之; 木津 要; 市毛 寿一; 吉田 清
低温工学, 46(1), p.10 - 17, 2011/01
JT-60SAはJT-60Uを完全超伝導化する。ヘリウム冷凍機は4.4K, 0.6MPaの超臨界ヘリウムを一定の質量流量で循環させることにより超伝導コイルを冷却する。ヘリウム冷凍機の冷凍能力は超伝導コイルの熱負荷により決定するため、超伝導コイルの温度マージンを確保しつつ、超伝導コイルの発熱と冷媒流量を見積ることは重要である。本論文では、超伝導コイルの温度マージンと冷媒流量の関係を明らかにし、冷媒流量の低減を検討した。そして、最適化された質量流量を超臨界ヘリウム循環ループに適用して全圧力損失を求め、ヘリウム循環ポンプの熱負荷を最小にすることができた。
達本 衡輝; 麻生 智一; 加藤 崇; 大都 起一
低温工学, 45(4), p.181 - 190, 2010/04
J-PARC核破砕中性子源では、MW級の陽子ビームによる核破砕反応によって発生した高速中性子を超臨界圧水素を用いて冷中性子に減速しビームを供給する。低温水素システムでは、ビーム入射,停止時におけるkWオーダーの過渡的な熱負荷変動による圧力変動が与えられるため、アキュムレータによる容積制御とヒータによる熱補償制御を組合せた圧力制御機構を開発した。120kW、及び、300kW陽子ビームを25Hzで入射したときの動的な圧力変動試験を実施し、開発した圧力制御機構の有用性が明らかになった。また、この圧力変動を模擬する数値解析コードを開発し、実験結果を10%以内で表すことができ、1MW時における圧力変動は34kPaと見積れた。この値は設計許容値を十分下回ることが明らかになった。
小泉 徳潔
低温工学, 44(11), p.496 - 497, 2009/11
2009年10月に中国の合肥で開催されたMT21で発表されたITERに関する論文の中から抜粋して、発表内容を紹介する。主な内容は、TF導体の性能検証試験結果及びITER超伝導コイルの調達進展状況である。
